PERTUMBUHAN RADIASI DI DALAM PERISAI UNTUK

SUMBER GAMMA ENERGI TINGGI BERAKTIVITAS RENDAH

Helfi Yuliati daD Mukhlis Akhadi

Puslitbang Keselamatan Radiasi daDBiomedika Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PERTUMBUHAN RADIASI DI DALAM PERISAI UNTUK SUMBER GAMMA ENERGI 'llNGGI

BE~KTIVITAS RENDAH. Telah dilakukan penelitian untuk mengetahui faktor pertumbuhan (b) di dalam"aluminium (AI), besi(Fe) dan timbal (Pb) untuk perisai radiasi gamma energi tinggi dari sumber 137es(Ey : 662 keY)

dan !>OCo(Ey : 1332 keY) beraktivitas rendah. Bahan AI Z = 13 mewakiIi logam bemomor atom rendah, bahan Fe

dengan Z =26 mewakili logam bemomor atom menengah, sedang Pb dengan Z = 82 mewakili logam bernomor atom

tinggi. Swnber beraktivitas rendah dalam penelitian ini dibatasi pada swnber yang apabila laju dosisnya diturunkanhingga 3 % dari laju dosis mula-mula m~njadi amaH bagi pekeIja. Penelitian dilakukan dengan cara mencacahintensitas radiasi setelah melewati bahan perisai dengan ketebalan bervariasi daTisatu hingga 5 kali nilai tebal paro(HVT). P.::ncacahandilakukan dengan pemantau NaI (Tl) yang dihubungkan dengan penganalisa saluran ganda (MCA).Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semua nilai b mendekati 1 (b -1) untuk semua jenis logam. TIdak diperlukan

faktor koreksi pertumbuhan dalam menentukan tebal perisai daTi berbagai jenis logam untuk sumber pemancar gamma

energi tinggi beraktivitas rendah.

ABSTRACT

RADIATION BUILD-UP IN SHIELDING OF LOW ACTIVITY HIGH ENERGI GAMMA SOURCE.

Research to observe radiation build-up factor (b) in aluminium (AI), iron (Fe) and lead (Pb) for shielding of low activityof low activity of high energy gamma from I37C..(Ey: 662 keY) and !>OCo(Ey : 1332 keY) sources has been carried out.AI with Z = 13 represent metal of low atomic number, Fe with Z = 26 represent metal of medium atomic nwnber, and

Pb with Z = 82 represent metal of high atomic number. Low activity source in this research is source which if its doserate decrease to 3 % of its initial dose rate became safe for the workers. Research was conducted by counting ofradiation intensity behind shielding with its thickness vary from I to 5 times of half value thickness (HVT). NaI(l1)detector which connected to multi channel analyzer (MCA) was used for the counting. Calculation result show that allof b value are close to 1 (b - 1) for all kinds of metals. No radiation build-up factor is required in estimating theshielding thickness from several kinds of metals for low activity of high energy gamma source.

I. PENDAHULUAN

Aplikasi teknik nuklir dalam berbagai

bidang kegiatan tenJ.s menWljukkan peningkatan

dmi waktu ke waktu [I]. Dalam bidang kedokteran,

radiasi dapat dimanfaatkal1 Wltuk radiodiagl1osa,

radioterapi maupul1 kedokteran nuklir. DaIam

bidang il1dustri, radiasi dimanfaatkan Wltuk

radiografi, proses irradiasi, perunut dalam hidrologi

dml sebagainya. DaIam bidang penelitian, radiasi

seling dimmlfaatkml Wltuk pel1ll1ut daImu berbagai

jenis pengamatan. Dalam setiap kegiatml yangmemanfaatkml teknik l1uklir selaIu melibatkan

pel1ggunaan swuber radiasi pel1gion, mulai daTi

yang beraktivitas sangat rel1dah hingga sangat tinggi

bergantWlg pada jenis kegiatannya.

Setiap sumber radiasi merniliki potensi untuk

memberikan penyinaran kepada pekerja maupWl

masyarakat. Berbagai efek negatif pWl dapat

mWlcuI apabila radiasi diterima tubuh daIam jwnlah

yang berlebihal1 [2]. Karena efek negatif yang dapat

ditimbulkannya itl!, maka faktor keselamatan

Prosieling Seminar Teknologi Keselamat:1I1 R'/cuasi elan Biomecuka Nuklir I 112

manusIa dan lingkungan hams menjadi prioritasutama dalam setiap pemanfaatan teknik nuklir [3].Salah satu upaya untuk meningkatkan keselamatanradiasi ini adalah dengan menekan serendahmungkin penerimaan dosis radiasi oleh pekeljamaupwl masyarakat.

Dalam menciptak~- kondisi kelja yangrunan hruus mengikuti kaidah-kaidah yang telah

digm"iskml. Komisi Intemasional untuk Perlin-dungml Radiologi (ICRP) menekankan tiga asasdalam pemruuaatan teknik nukIir dalam berbagaibidang kegiatan [4]. Ketiga asas tersebut adalah :

jastiflkasi atau pembenaran, optirnisasi clanpembatasrul dosis. Asas optimisasi dimaksudkanagru- kemwlgkinrul penerimaan dosis radiasi olehpekelja maupun anggota masyarakat dapat ditekanserendah-rendahnya dengan mempertim-bangkanfaktor sosial clan ekonomi. Untuk memenuhi azas

optimisasi ini, diperkenalkan tiga falsafah dasarproteksi radiasi [5], yaitu : pengaturan waktu,pellgaturruljru-akdilllpenggunaan perisai radiasi.

Dua falsafah dasar proteksi radiasi yrulg

pertama (pengaturan waktu clan jarak dengansumber) merupakan cara yang paling sederhanauntuk mellekan penerimaan dosis clan dapatdilakukrul tanpa memerlukan biaya tambahan.Namwl apabila dua cara tersebut telah ditempuh,clan pekelja diperkirakan masih akan menerimadosis radiasi yang melampaui nilai batas dosistahWlrul,maka diperlukrul sarana proteksi lainnyaberupa penggwIa perisai radiasi. Salah satu jenisradiasi yrulg memiliki potensi bahaya ekstemalbagi mrulUsiadan dalam penggmlaannya seringkalimemerlukrul sarana proteksi dalam bentuk perisairadiasi adalall radiasi gamma [6]. Tingkatkebutuhrul pe11sai radiasi disesuaikrul dengrulaktivitas maupun laju doasi radiasi yangdiprulCru-kruloleh swnber yang digunakan- Perisaiyrulg diperlukrul semakin tebal apabila al.'tivitasswnber semakin tinggi.

Dalrun makalah ini akrul dibahas basil

pellelitirul yang berkaitan denga teknik penetuantebal pedsai dari tiga jenis bahan untuk mengurangiintensitas radiasi gamma dari swnber pemancarradiasi grunma energi tinggi beraktivitas rendah.Ketiga jenis bahan perisai itu adalah alwniniwn

(AI) dengan nomor atom (Z) 13 yang mewakili

logam bemomor atom rendah, besi (Fe) denganZ=26 yang mewakili logam bemomor atommenengah. clan timbal (Pb) dengan Z=82 yangmewakili logam benomor atom tinggi.

ll. DASAR TEORI

Radiasi gamma merupakrul salah satu jellis

radiasi elektromagnetik dengrul frekwensi paling

tinggi diantara jenis gelombang elektromaglletik

lainnya [7]. Karena tidak bermuatan listrik, maka

radiasi ini mempwlya daya tembus yang srulgat

tinggi bergantung pacta energinya. Apabila radiasi

elektromagnetik menerobos bahan perisai, maka

sebagian dari radiasi terse but akan terse-rap oleh

bahan. Sebagai akibatnya, intensitas radiasi setelah

melalui bahan perisai menjadi lebih kecil

dibandingkrul intensitas semula. Dalam pe11stiwa

interaksi ini tidak teljadi penyeraprul energi radiasi,

melainkan teljadi penyerapan sebagian intellsitas

radiasi saja [8].

Intensitas radisi gamma dapat berkurang

melalui tiga macam peristiwa interaksi rulW-a

radiasi dengan mated [9], yaitu : efek fotolistrik,

hamburrul Compton clan produksi pasrulgan- Dalam

proteksi radiasi, pedstiwa ini biasanyadimanfaatkan untuk menurwlkan intensitas radiasi

menggunakan bahan pedsai. Karena teljadi

penyerapan sebagian intensitas radiasi, maka

intensitas radiasi yang keluar dru1 bahan pedsai

melljadi lebih rendah dibandingkrul intellsitas mula-

mula. Tebal bahrul pedsai sangat berpengaruh

terhadap tingkat pengurangan intensitas. Semakin

tebal perisai akan semakin kecil radiasi yang lolos

dari perisai terse but.

Untuk mempermudah dalam menentukan

tebal pel1sai, sedngkali digmlakrul konsep nilai tebal

para atau half value thicJ(J]ess (HVT), yaitu tebal

bahan pedsai yrulg diperlukan untuk mengm-rulgi

intensitas radiasi gamma hingga menjadi setengah

dari intensitas semula [10]. Nilai HVT bahan perisai

radiasi garnma dapat dihitung melalui penUfWlan

persamaan dasar pengurangan intensitas radiasi

sebagai bedk.'Ut[11] :

113Prosiding Seminar Teknologi Kesel:/m://:m R.'lcli:/sid:m Biomedik:/ Nuklir J

It =10 exp ( .. 0,693 t / HVT )atau

(I a)

HVT =(0,693t) / (In Iollt) (1 b)

Dengau It adalah intensitas radiasi sete1ahmelalui

bahan penyerap dengan ketebalan t, daD 10 adalahintensitas radiasi mula-mula. Namwl untuk mdiasi

gmnma dengml bentuk berkas y.Ul/:!eukup lebar.seringkali mwlcul masalah Lul"na mdia,j yangdihmnhurkan hahom perisai ada LII.UI~;I/IIc"nl!.ll.uni

hambmml balik. daD kemb3ui bergabung dcngml

berkas utmmi,sehingga radiasi ,ymlg temkur lcbihbcsar dibandingkml dengml mdiasi yang terhitung.Teljadinya peristiwa ymlg dist.:but pel1LulIhuhmlradiasi [13], ymlg didetinisikml st.:bagai

perbmldingml mltm-a intensitas radiasi temkmdengan intesitas radiasi terhitung sctclah mclewatiperisai. [13].

Nilai penumbuhan yang tl"ljadi di dahunbahml pcrisai sangat bcrgantung pad" tehal 1J\:lisai.jenis hahml pelisai daBcncrgi nulia,i II..tI. Ibdiasigamma yang bercnt.:rgi0,5 MeV abn mcngalamipertumbulHUIradia,j seksar 1,3 kaIJ lchih Lingg,ididalam perisai Ph deng,UI ketebalan 1.7 cm (:t3HVT). Peltmnbuhml radiasinya mencapai 2 kali

apabila ketebalan Pb mencapai 12 em (20 HVT).Radiasi gmnma berenergi 1 MeV akan mengalamipertumbuhml radiasi sebesar 1,5 sampai 3,5 kali didalam perisai Pb dengan ketebalan 3 hingga 20HVT. Sedmlg radiasi gmnma berenergi 2 MeVmengalami pertmnbuhml radiasi sebcsar 2 hingga 5kali di dalmn pelisai Pb dengml ketebalml 3 hingga20 HVT.

Kasus pertmnbuhan radiasi wnmnnya

dijumpai pacta perisai radiasi dengml bentukgeometri ymlg eukup tebal, misal pacta perisai

radiasi ymlg dipakai untuk mengungkung radiasidengml intensitas radiasi yang sangat tinggi.Pemmlfaatan teknik nuklir dalam bidangkedokterml mltuk radioterapi dml bidang industriuntuk proses radiasi misalnya, me1ibatkanpenggWtamlsumber radiasi gmnma berenergi tinggidengml aktivitas yang sangat tinggi pula [14]. Agarkeselamatml pekelja dan lingkungml telaI' teIjaga,maka diperlukml perisai radiasi yang sangat tebaldengml orde hingga puluhan kali nulai HVTnya.

Dalam kasus ini, masalah pertumbuhan radiasi

harns mendapatkan perhatian dalmn menentukan

ketebalan perisai yang diperlukan.

Semakin tebal perisai akan semakin besar

pertumbuhan radiasinya. Demikian -pula semakin

tinggi energi mdiasi akan semakin besar pula nilai

pertumbuhml radiasinya. Sebaliknya, semakin tipis

pcrisai radiasi. akan semakin keeil nilai

pcrtumhuh,m radjasinya. Kasus sepeni ini biasmlya

Jlk'lllUi dal.un pcrisai y,Ulg digunak<U1 untuk

mengm<Ulgi intensitas radiasi dari smnber-smnber

beraktivitas rendah. Untuk beberapa kasus,

pertumbuh<U1 radiasinya demikian kecil sehingga

sering kali dapat diabaikan.Dal<un makalah ini akan dibahas masalah

perIn tidaknya penyeltaan koreksi faktor

pcrtumbuhml dalam menentukan tebal perisai

dengml h.man dasalllya logmn AI, Fe dml Pb mltuk

slImher radiasi gamma energi tinggi \Jeraktivitas

rcndal1- Pcncliti.Ul dibatasi pacta smnber gmnma

hcraktivitas rendah. dimana laju dosis mnan bagi

pckclja dapat dicapai setelah intensitas radiasinya

di,erap oleh ba.b,UI pelisai dengml ketebalml

llIaksimwn 5 kali nilai HVT. Pelisai dengml

ketebal<Ul 5 kali HVT ini dapat menmunkml

intensitas radiasi hingga mencapai 1/32 atau sekitar3 % dari intensitas mula-mula.

PERALA TAN DAN TATA KERJA

PeraJatan daD Bahan

1.2.3.

Lempengan AI, Fe, daD Pb berbagai ketebalan.

Sumber gamma energi tinggi I37CsdaD 6OCO.

Pemmltau NaI(Tl) yang dihubungkml denganMCA.

Pengukuran HVT

1. Dilakuk<Ulpencacahml intensitas radiasi gmnma

ymlg dipancarkan oleh smnber I37Cs.

Pencacahan dilakukan dengan pemantau

NaI(Tl) yang dihubungkan dengan penganalisa

salman ganda (MCA). Hasil cacahan radiasi

ymlg terbaca pacta layar MCA setara dengml

intensitas radiasi mula-mula (10)' Hasil cacahan

114Prosiding .,,'emiwlr Teknologi Keselmnaf:ln Racliasiclan Biomeclika Nuklir I

2.

radiasi ini oleh layar MCA ditampilkan dalambentuk total cacahan area. Pencacahan

dilakukan selama satu menit, sehinggaintensitas radiasi dapat ditampilkan dalambentuk cacahan per satuan waktu (cps).Pengukuran yang sarna dilakukan setelahmenambahkan lempeng Al antara sumberradiasi dan alai cacah. Hasil cacahan radiasi

3.

yan~ lerhal:a setm-a dengcm intensitas radiasi

sddah IlIdewati hahcm pclisai (I.). Tehal

perisai Al dialur hervariasi mulai dati 37,66;

75,49; 1O3,l)I; 150,7 dml 188,6 mID. Lama

pencacahan sarna seperti pacta pencacahan

tmlpa pelisai. Data basil pencacahan dipakai

untuk mt:nghitlmg HVT AI WHuk radiasi

gaImna herenergi 662 keY.

Mt:ngganti sumht:r 137CSdengan sumher 6OCO

dim mt:ngulmlg Icmgkah (1) dan (2). Data basil

l:aeahan dipakai untuk menghitung HYT Al

untuk radiasi gmnma berenergi 1332 keY.

Mt:nguhmg langkah (1) sampai dcngim (3)

u11luk hallaH perisai Fe dengcm variasikt:tebal<m Illulai dari 11,66; 23,32; 3.llJ8;

46.64 dml 58,30 lmn, Data basil pencaeahandipakai wltuk menghitung HVT Fe wltuk

radiasi gatmna berenergi 662 clan 1332 keV

Mengulang langkah (1) sampai dengatl (3)

untuk bahan perisai Pb dengan vmiasiketebalatl mulai dmi 6,04; 12,06; 18,08; 24,10

dan 30,00 mill. Data basil pencacahatl dipakai

untUk menghitung HVT Pb untuk radiasi

gmruna berenergi 662 clan 1332 keY

4.

5.

Mengalllati Pertumbuhan Radiasi

Pertwnbuhan radiasi yang teIjadi di dalamketiga jenis bahan pelisai yang diteliti diamatimelalui kestabilan nilai HVT yang diperolehmelalui perhitwlgan menggunakatl persatnaan (1b)dm'i masing-masing filter untuk masing-masing

. energi. Km'ena HVT tadi diukur menggunakmlfilter dengml ketebalan bervariasi dmi sekitar 1hingga 5 kali nilai HVT, maka kestabilannya dapatdilihat dari besar-kecilnya nilai standar deviasidata.

Dilakukan pula perhitungan nilai faktorpertumbuhml radiasi (b) yang merupakanperbandingpn antara intensitas radiasi terukur (IJdengan intensitas radiasi terhitung (Ih) setelahmelewati bahan filter.

h = IJ Ih (2)

11I1l:nsilasradi;\si dihilllng mcn~gunakan pcrsamaan

( 1.1)~.Ul~ Jilllll1n.disil lcrlladap pClisai paling tipis.

Dahun hal ini data HVT Yatlg diperoleh dari

pengul..'lnm meng-gunakan filter paling tipis dipakai

untuk mcnghitung nilai lh' Dari pengamatan data

HYT daB Illh ini dapat ditentukan perlu-tidaknya

penyertaan koreksi faktor pertumbuhan dalam

Illenetukml tebal perisai.

III. HASH. DAN I'El\lBAHASAN

Dala hasil perhillln~an HYT datI Illh AI

unlllk radiasi gmnma bclencrgi 662 kcY dis~ikan

pada label I. HYT 1\1rat\-rata untuk radiasi gamma

bcrenergi 6h2 keY adalah : (36,23 :t 0.94) nUll

dcngml stcmdm'deviasinya 2,6 %. Dati data tersebut

terlihat bahwa nilai HVT cul..llP konstan wltuk

pengukuran baik yang dilakukan dengan perisai

setebal 37,66 mID (di alas IHVT) maupun dengan

perisai setebal 188,6 mID (di alas 5 kali HVT). Dari

perhitungan diperoleh nilai 11Thtidak acta yang lebili

besar dmi 1 wHuk semua data, yang herat.ti tidak

acta peltumbuhan radiasi di dalam fIlter AI.

Untuk radiasi gatrulla herenergi 1332 keY,

nilai HVT Al rata-rata adalah : (48,35:tO,39) mID

dengaIl standar deviasinya sebesar 0,81 %. Data

basil perhitungan HVT clan I/lh disajikan pacta

Tahel 2. Data ini juga menunjukkatl bahwa nilai

HVT cukup konstml baik diukur menggunakatl

perisai tipis (lmrang dari 1 HVT) maupun tebal

(sekitara 4 kali HVT). Mengingat statldar deviasi

basil pengulnlfan HVT Satlgat rendah (hanya 2,6

clan 0,81 %), maka kedua data HYT tadi dapat

dipakai sebagai indikator tidak adanya pertumbuhan

radiasi di dalam perisai Al untuk radiasi gat1lma

berenergi tinggi dari sumber heraktivitas rendah.

115Prosiding ,c,'emin:lr Teknologi Keselam:ll:m Rac!i:/si dan Biomec!ik:l Nuklir I

Tabel 1

Data basil perhitungan HVT clanI/lbdalam perisai Al untuk radiasi gamma berenergi 662 keV

Tabel 2

Data basil perhitungan HVT clanI/lbdalarn perisai Al untuk radiasi gammaBerenergi 1332 keY

Data basil perhitWlganHVT clanI/IhFeuntuk radiasi gamma berenergi 662 keV clan1332 keY disajikan masing-masing pactaTarel 3dan Tabel 4. HVT rata-rata Fe untuk radiasi

gamma berenergi 662 keY adalah : 12,94:t 0,03)

nUll dengan standeU"deviasinya heUlya0,2 %.

Dati data tersebut terlihat bahwa nilai HVT

eukup konstan untuk pengukuran baik yatlgdilakukan dengan perisai setebal 11,66 nun(kurang dati 1HVT) maupun dengan perisaisetebal 58,30 mm (hampir 5 kali HVT).

Tabel 3

Data basil perhitungan HVT clanIA dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi 662 keV

Prosiding Selllln:lr TeknoJogi Keseklmat:m Racliasi clan Biomedik:l Nuklir I 116

No T (mm) Intensitas mdiasi (eps) HVT Ib I/Ib reI. thd.

In I. (rnrn) (eps) 37,66 nun1 37,66 18183 9122 37,84 9122 1,002 75,40 18183 4375 36,68 4570 0,963 113,01 18183 2051 35,89 2295 0,894 150,70 18183 954 35,43 1151 0,R35 188,60 18183 448 35,29 575 0,78

HVL >1rata-rata 36,23 :t 0,94

T (mm) Intensitas radiasi (ens) HVT Ib IIIbreI. thd.In I (mm) (cps) 37,66 nun

1 37,66 2438 1427 48,73 1427 1,002 75,40 2438 835 48,82 834 1,003 113,01 2438 482 48,31 489 0,994 150,70 2438 278 48,10 286 0,975 188,60 2438 158 47,77 167 0,95

HVL A'rata-rata 48,35 :t 0,39

No T (nun) Intensitas radiasi (eps) HVT Ih I/lh reI. thd.In I, (mm) (eps) 11,66 mm

1 11,66 18183 9983 13,48 9683 1,002 23,32 18183 5317 13,14 5167 0,943 34,98 18183 2750 12,83 2758 0,894 46,64 18183 1423 12,69 1472 0,835 58,30 18183 730 12,57 795 0,78

HVL F.rata-rata 12,94 :t 0,03

Tabel4

Data basil perhitungan HVT clan IlIh dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi 1332 keV

Untuk radiasi gamma berenergi 1332 keY, nilaiHVT Fe adalah: (17,33:t 0,01) nun dengan standardeviasinya sebesar 0,06 %. Data ini jugamenunjukkan bahwa nilai HVT cukup konsran baikdiukm menggwlakan perisai tipis (kmang dari 1HVT) maupwl tebal (sekitar 4 kali HVT). Dariperhitwlgall juga diketahui bahwa nilai I/Ih tidak

ada yang lebili besar dari 1 untuk semua data. yang

berarti tidak ada pertumbuhan radiasi di dalam filter

Fe. Kedua basil pengamatan itu dapat dipakai

sebagai indikator tidak adanya pertumbuhan radiasi

di dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi

tinggi dari sumber beraktivitas rendah.

Tabel 5

Data basil perhitungall HVT clanI/Ihdalam perisai Pb ulltuk radiasi gamma berenergi 662 keY

Data basil perhitungan HVT Pb untukradiasi gmmna berellergi 662 dml 1332 keV

disajikcUlraJa label 5 clan 6. HVT rata-rata PBulltuk radiasi gmmna berellergi 662 keV adalah(6,31 :t 0,03) Imn dellgan standar deviasillya 0,48%. HVT diukmmellggunakan perisai denganvariasi ketebalml mulai dari 6,04 nun (kmang dari1 HVT) hingga 30,00 nun (hampir 5 kali HVT).HVT rata-rata Pb untuk radiasi gamma berellergi

1332 keY adalall (11,86 :t 0,03) nun denganstmldar deviasillya 0,25 %. Pengm..tlfandilal--ukan

mellggullakan perisai dellgan ketebalan bervariasi

mulai dari kmang dari 1 HVT hillgga sekitar 3 kaliHVT. Seperti hal11yadata HVT untuk Al clan Fe,data HVT WltukPb ill juga menwljukkmlllilai yangcukup kollstan untuk berbagai vmiasi ketebalan

perisai. Karena nilai IlIh tidak ada yang lebih besardari 1 untuk semua data pengukman, maka kedua

data pengamatan tersebut juga mengindikasikantidak adanya pertumbuhan radiasi di dalam perisaiPb Wltuk radiasi gamma berellergi tinggi darisumber beraktivitas relldah.

Prosiding ,<o,'eJ1JiI1:1rTekI1o1ogi Kese1:1J1J;lt:1I1R:ldi;lSi d;lI1 BiomedikJ Nuklir I 117

No T (nun) Intensitas radiasi (cps) HVT Ih IlIhreI. thd.In I (nun) (cps) 11,66 nun

1 11,66 2433 1532 17,46 1532 1,002 23,32 2433 953 17,25 964 0,993 34,98 2433 605 17,72 607 0,994 46,64 2433 378 17,37 382 0,995 5H,30 2433 232 17,18 240 0,96

HVL 1'.rata-rata 17,33 :t 0,0l

No T (nun) Illtellsitas radiasi (cps) HVT Ih I/lh reI. tbd.In I (nun) (cps) 6,04 nun

1 6,04 18183 9683 6,64 9683 1,002 12,06 18183 4867 6,36 5167 0,943 18,08 18183 2450 6,25 2758 0,894 24,10 18183 1216 6,18 1472 0,835 30,00 18183 617 6,14 795 0,78

HVLPhrata-rata 6,31 :t 0,03

Tabel 6

Data basil perhitungan HVT clanIlIbdalam perisai Pb untuk radiasi gamma berenergi 1332keV

KESIMPULAN

Konsep nilai tebal para (HVT) dapat dipakai

secm"a langsung unmk memperkirak;m secara tepat

tebal berbag.ai jcllis bahan log.am yang dipcduk;m

dalam mendisain pcrisai radiasi g.amma cncrgi

tinggi dari sumhcr bcraktivitas rcmlah. Hal ini

dapat ditemhuh karen;, tidak teramatiny;'

IJl:rtumhuhan rad iasi g..ullma di dalam 1,,-"h,,:!;,i

jenis IOg.;Ullyang ditditi. haik untuk jcnis log.:un

bemomor atom rendah (AI), menengah (Fc),

maupwl tinggi (Pb). Satu bal yang perlu ditekankan

di sini adalall bahwa data basil pengmnatan ini

hanya berlaku untuk swnber gamma beraktivitas

rendah saja, clan tidak untuk surnber gamma

beraktivitas tinggi yang untuk menmunkan

intensitas radiasinya memerlukan bahan bemomor

atom tinggi dengan ketebalan bingga pulullml kali

nilai HVT -nya.

DAFTAR PUSTAKA

1. INTERNATIONAL ENERGYATOMIC

2.

AGENCY, Absorbed Dose Detenmllatioll inPhOtOIland E1ectrollBeams - all hJlematiolIal

Code of Practice, Tech11icalReports Series No.277. IAEA, Vienna (1987).MARTIN, A. and HARBINSON, SA, An

IlltroductiOll to Radiatioll ProtectiOll r-rEdition), Chapman and Hall, London (1986).

3. INTERNATIONAL COMMISSION ON

RADIOLOGICAL PROTECTION, ICRP

Publicarioll No. 60, Bethesda, USA (1991).4. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY

AGENCY. Illtematiolla1 Basic SafiHy

Sfil/Jdtlrds oj" Protectioll Againts Iomzing

Radiatioll mId Jar the Safety oj" Radiatioll

S(}/J[(:C:s,Salc:ty Sen'es No. 115, IAEA, Vielma

(1')%).

5. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY

AGENCY, Mallual oj" DosinIetry in

Radiotherapy, Tech11icalRepoIt Sedes No. 11D,IAEA, Vienna (1970).

6. INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR

STANDARIZATION, X alld r Reference

Radiation Jar CalibratingDosemeters alldDoseRatemeters alldJardetennining TheirResponse

as a Function of Photon Energy, Intematiolla1StalldardISO 4037-1, Switzerland (1996).

7. TAYLOR, J.R and ZAFIRATOS, CD.,

Modem Physics Jar Scientist alld Engineers,

Prentice Hall, Engelwood Clifts, New Jersey07632 (1991).

8. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY

AGENCY, ProtectiOll Againts IonizingRadiaton jj-om Extemal Sources Used in

MedicilIe, ICRP Publication 33, PergmnonPress, Oxford (1981).

9. KRANE, K., Fisika Modem (teJjemahan olebHans. J. Wospaktik clan Sofia Niksolihin),Penerbit Universitas Indonesia, Salemba 4,

Jakarta 10430 (1992).

Prosiding Sel11imlr Teknologi Keselam:lt.111 Racli:lsi clall Biol11edik:l Nuklir I 118

No T (mm) Intensitas radiasi (cps) HVT Ib IlIbreI. thd.In It (mm) (cps) 6,04 mm

1 6,04 2433 1733 12,34 1733 1,002 12,06 2433 120R 1l,94 1236 0,98:I 18.0X 2..B3 X3X 11.76 882 0,954 I 24.10 2..1\.\ 57X 11.02 628 0.92- -.-5 :lO,(JO i 24..U i ..tO7 1l,62 451 0,90

HVL Ph rata-rata 11,86:t 0,03

10. KAPLAN, I., Nuclear Physics (2nd edition),

Addison-Wesley Publishing Company,

London (1979).

11. COHEN, B.L., Concept of Nuclear Physics,

Tata McGraw-Hill Publishing Company Ltd.,

New Delhi (1982).

12. YULIATI, H.. clan AKHADI, M., PellgukuI<lllKWlfiliis Rad/~1si Keluaron PesilIv;/1 Si//;Ir.X

wIlli" Pemenksaall Folo ThOl~H JI /{u/l/;lll

.',;Jkil f)okh:r ,SiujilO, P/VsiJillg f'f'f l.ilJ.1S

lplek' Nukl1i; P3TMcBATAN, Yogyakm1a

(14-15 Juli 1999). Hal. 299-303.

13. YULIA TI, H. clan AKHADI, M., Korchi

F-1klor Pe/tlUllbuhau da/am Pe/JglJkUrarlHVL

.!:,i/l;lr-x, P/Vsiding Semi/lar' Sc1in J;1I1

Teknofogi, P3IkN-BATAN, Bandllng (11-12Juli :2000), Hal 600-606.

14. CHEMUER, H., hwoJUClioll 10 Ikillill

Physics, I)ergamon Press, Nl:w York ( 1<)'/\71.

DISKUSI

Gatot Wurdiyanto

1. Tolong jelaskan definisi faktor penumbuhan

radiasi clanteljadinya bagaimana ?2. Interaksi yang teljadi antara radiasi dari sumber

clan pelisai yang saudara gunakan sehinggateljadi pe11umbuhanradiasi ?

Helli YuIiati

1. Definisi faktor pertumbuhan (b) perbandinganintensitas radiasi yang terulllr dengan intensitasradiasi tel'hitung (melalui perhitungan)

2. Pertumbuhan radiasi teljadi akibat interaksiantara radiasi dengan bahan perisai dimana

teljadinya hamburan batik clan kembali keberkas utama. Disamping itu dapat pula berasaldari proses anhilasi positron, radiasi flouresensiclanbrems-strahlwlg.

lwiq I/ldrawati

Apa yang dimaksud dengan "Perlllmbuhau

romas/' dalam judul makalah anda. Mohonditerangkan juga prosesnya ?

Helli YuIiati

Penumbuhan radiasi dalarn judul yangdimaksud ~dalah (b) perbandingan intensitas radiasiyang terukur dengan intensitas radiasi yang

terhitung (sesuai persamaan Ia) nilainya lebili beSardari 1.

Ht'rmawJln Candra

Co.60 Illpy:2 I:nl:rgi YiUlg I:ukup besar

( 1173.2 k..:V J;U\ 1.\.\2.5k..:Y), kI:Ju<U\yampy yiddyang besar. Mengapa ymlg digwlakan pada energi13325 keY saja ?

Ht'Jfj YuIiati

Energi 1332.5 keY sudah Illewakili untuk

cllt:rgi tinggi, disamping waktu penelitian yangI..:roalas.

I,t'li NirU'ani

Bala~all aktivilas renJah anlara berapa

salllpai o..:ra",I" Bagaim;U\a kalau yang digwlakan

'1IIIIh..:rp,'m.IIIl',lr gamma cnergi tinggi beraktivitas

linggi (>111<1.Apakah dipt:rIukiUl faktor koreksi

pl:rtumbllhan dalam menentukan tebal perisai ?

Helli Yuliati

Aktivitas rendah adalah dengan ketebalan

perisai 5 kali HVT dapat menwllnkan intensitas

radiasi hingga 1/32 alan sekitar 3 %. Hasil

percobaan ini hanya berlaku untuk sumber gamma

energi tinggi beraktivitas rendah saja sedangkan

untuk energi tinggi aktivitas tinggi perIn dilak.llkan

penelitian lebih lanjut.

Sri Eko - Depkes

1. Dari ketiga bahan perisai (AI, Fe, Ph) mana yang

direkomendasikan paling baik digunakan diRumah sakit '?

2. Dari ketiga bahan perisai tersebut, mana yang

paling efisien clan arnan ?

Helli Yu/iati

1. Yang paling baik digunakan di Rumah sakitadalah Ph.

2. Yang paling efisien clanaman dari ketiga bahanperisai adalah Ph.

119Prosiding .,>'emin:lrTeknoJogi KeseJ:IIJ1:Il:1flR:lCli:1Sid:1I1Biomedik:l NlIkJir I